核融合炉の液体Li冷却および液体Li-He二相流冷却の流動・伝熱特性の評価

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核融合炉第一壁の冷却方式を検討するため、「液体リチウム-ヘリウム二相流循環装置」に下面加熱矩形流路からなるテスト部を設置し垂直磁場下でのヘリウム流、液体リチウム流及び液体リチウム-ヘリウム二相流の3者のMHD圧損と熱伝達率に関する基礎実験を行った。主な結果は次の通りである。1.非磁場下のヘリウム流、リチウム流の圧損と熱伝達率は従来の関係式でほぼ整理できた。2.リチウム流の熱伝達率は磁束密度を増加させるにつれて層流化のため一度低下し、その後数倍近くまで増大した。3.リチウム-ヘリウム二相流のMHD圧損は、磁束密度0.4〜0.5 Teslaでピークをもち、ヘリウム流量が大きいほど減少すると共に磁場の影響が小さくなった。また熱伝達率は、磁束密度の増加と共にほぼ単調に増加した。尚、圧力変動特性については明確な結果が得られていない。以上の実験結果を核融合炉の磁束密度条件まで外挿し、上記の3通りの冷却方式を解析的に比較検討した。主な結論を次に記す。1.液体リチウム冷却ではこれまで考えられている形状、材質の冷却管ではMHD圧損が極めて大きくなり、材料の許容温度以下に設計することは不可能である。従って、内壁の絶縁材の開発が必要である。2.ヘリウム冷却では、MHD圧損の問題はないが、熱容量、熱伝達率が小さいため材料の許容温度以下に設計することはできなかった。3.ヘリウム-リチウム二相流冷却では、【G_(Li)】/【G_(He)】=5のときヘリウム冷却に比べて圧損が約3倍増加するが熱伝達率が一桁、熱容量が約4倍上がり、系圧力も低く保てるため第一壁冷却方式として良好である。但し、定常実験に加えて流動安定性、気泡の分離、液滴によるエロージョン等に関するデータの蓄積が今後必要であろう。